JPS60188880A - 原子炉用燃料集合体 - Google Patents
原子炉用燃料集合体Info
- Publication number
- JPS60188880A JPS60188880A JP60025344A JP2534485A JPS60188880A JP S60188880 A JPS60188880 A JP S60188880A JP 60025344 A JP60025344 A JP 60025344A JP 2534485 A JP2534485 A JP 2534485A JP S60188880 A JPS60188880 A JP S60188880A
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- fuel
- reactor
- simple tube
- plug
- core
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Pending
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/28—Fuel elements with fissile or breeder material in solid form within a non-active casing
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/02—Fuel elements
- G21C3/04—Constructional details
- G21C3/16—Details of the construction within the casing
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
- G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/26—Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
- G21C7/27—Spectral shift control
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。
め要約のデータは記録されません。
Description
【発明の詳細な説明】
本発明は原子炉用燃料集合体に関し、特に該燃料集合体
のための改良型シンプル管プラギング装置に関するもの
である。
のための改良型シンプル管プラギング装置に関するもの
である。
当該技術で周知のように、典型的な原子力発電プラント
の原子炉炉心は１００体以上の燃料集合体から構成され
ており、各燃料集合体は数百本、例えば１７Ｘ １７列
に配設された総計２８９本の燃料棒から構成されている
。また、典型的な燃料集合体は当該技術で周知のように
、原子炉の反応度を制御内管、即ちシンプルも含んでい
る。通常、所定寸法の燃料集合体の全てについて、燃料
集合体の組み立て中に同数の、例えば１７Ｘ１７列の燃
料枠を使用する燃料集合体においては２４本の制御棒案
内シンプルが設けられる。しかし、運１に中には、原子
炉炉心の全ての燃料集合体が常に同数の制御棒を必要と
するＪくではなく、種々の燃料集合体で実際に用いられ
る制御棒の本数は炉心内の各燃料集合体の特定位置に応
じて変わるのが普通である。閉ループの冷却材系に存在
する可能性のある砕片が多量に未使用の案内シンプルに
溜まるのを防止するため、及び案内シンプルを通る原子
炉冷却材の１流量を適切に制御するため、作動上関連す
る制御棒及ゾ／又は可燃性毒物棒な持たない案内シンプ
ルについては、シンプル管プラギング装置を用いるのが
慣行であった。従来のシンプル管プラギング装置は、押
さえ装置の基板から支持されて下方に延び、制御棒及び
／又は可燃性毒物棒が用いられておらず従って栓塞する
必要のあるシンプル管従来の原子炉発電プラントにおい
ては、核燃料棒に収納された燃料は、酸化ウラン（ＵＯ
２）からなる円筒形ペレットの形態であるのが普通であ
り、ウラン成分は天然ウランではなく濃縮ウランである
。濃縮ウランは天然ウランよりもＵ −２３５の割合が
相当に高く、Ｕ−２３８の割合が従って低いので、天然
ウランよりも高価であるい しがし、天然ウランは原子
炉における核分裂過程を持続的に臨界にするに足る反応
度を示さないので、完全に天然ウランからなる核燃料を
原子力発電プラントで使用することはできない。原子炉
は各核分裂で別の一つの核分裂反応を生ずるときに臨界
であるとされている。従って、各核分裂過程で平均一つ
以下の別の核分裂過程にしかならない場合には、原子炉
は臨界未満であるとされ、各核分裂過程で平均一つ以上
の別の核分裂過程になる場杏には、原子炉は臨界超過で
あるとされている。
の原子炉炉心は１００体以上の燃料集合体から構成され
ており、各燃料集合体は数百本、例えば１７Ｘ １７列
に配設された総計２８９本の燃料棒から構成されている
。また、典型的な燃料集合体は当該技術で周知のように
、原子炉の反応度を制御内管、即ちシンプルも含んでい
る。通常、所定寸法の燃料集合体の全てについて、燃料
集合体の組み立て中に同数の、例えば１７Ｘ１７列の燃
料枠を使用する燃料集合体においては２４本の制御棒案
内シンプルが設けられる。しかし、運１に中には、原子
炉炉心の全ての燃料集合体が常に同数の制御棒を必要と
するＪくではなく、種々の燃料集合体で実際に用いられ
る制御棒の本数は炉心内の各燃料集合体の特定位置に応
じて変わるのが普通である。閉ループの冷却材系に存在
する可能性のある砕片が多量に未使用の案内シンプルに
溜まるのを防止するため、及び案内シンプルを通る原子
炉冷却材の１流量を適切に制御するため、作動上関連す
る制御棒及ゾ／又は可燃性毒物棒な持たない案内シンプ
ルについては、シンプル管プラギング装置を用いるのが
慣行であった。従来のシンプル管プラギング装置は、押
さえ装置の基板から支持されて下方に延び、制御棒及び
／又は可燃性毒物棒が用いられておらず従って栓塞する
必要のあるシンプル管従来の原子炉発電プラントにおい
ては、核燃料棒に収納された燃料は、酸化ウラン（ＵＯ
２）からなる円筒形ペレットの形態であるのが普通であ
り、ウラン成分は天然ウランではなく濃縮ウランである
。濃縮ウランは天然ウランよりもＵ −２３５の割合が
相当に高く、Ｕ−２３８の割合が従って低いので、天然
ウランよりも高価であるい しがし、天然ウランは原子
炉における核分裂過程を持続的に臨界にするに足る反応
度を示さないので、完全に天然ウランからなる核燃料を
原子力発電プラントで使用することはできない。原子炉
は各核分裂で別の一つの核分裂反応を生ずるときに臨界
であるとされている。従って、各核分裂過程で平均一つ
以下の別の核分裂過程にしかならない場合には、原子炉
は臨界未満であるとされ、各核分裂過程で平均一つ以上
の別の核分裂過程になる場杏には、原子炉は臨界超過で
あるとされている。
反応度は、原子炉における核分裂過程で生成された、従
って、別の核分裂に役立てうる過剰中性子又は自由中性
子の数の尺度であり、連鎖反応を持続して原子炉を臨界
に維持するため引き続いて核分裂を行わせるには、少な
くとも１個の過剰又１よ自由中性子が必要であることが
分かる。従って、反応度は正、ゼロ又は負のいずれかで
あり、反応度ゼロは原子炉内の臨界出力状態に対応して
いる。
って、別の核分裂に役立てうる過剰中性子又は自由中性
子の数の尺度であり、連鎖反応を持続して原子炉を臨界
に維持するため引き続いて核分裂を行わせるには、少な
くとも１個の過剰又１よ自由中性子が必要であることが
分かる。従って、反応度は正、ゼロ又は負のいずれかで
あり、反応度ゼロは原子炉内の臨界出力状態に対応して
いる。
原子炉に可能なＲ＆寿命の燃料サイクルを与えるために
、通常のに（子炉はその燃料棒内に濃縮ウラン燃料のみ
を用いている。その理由は、濃縮ウランが最高レベルの
反応度を示し、これは特定燃料サイクルが進行するに連
れて重要性が増してくるからである。一般に、商用原子
炉は燃料サイクルの初期に最も高い反応度レベルを示し
、その後反応度は漸次低下して、燃料の反応度が連鎖反
応を維持するのにのに不十分、即ち原子炉を臨界に保つ
のに不十分な燃料サイクルの終期に達する。
、通常のに（子炉はその燃料棒内に濃縮ウラン燃料のみ
を用いている。その理由は、濃縮ウランが最高レベルの
反応度を示し、これは特定燃料サイクルが進行するに連
れて重要性が増してくるからである。一般に、商用原子
炉は燃料サイクルの初期に最も高い反応度レベルを示し
、その後反応度は漸次低下して、燃料の反応度が連鎖反
応を維持するのにのに不十分、即ち原子炉を臨界に保つ
のに不十分な燃料サイクルの終期に達する。
典型的な原子力発電プラントの炉心における核分裂率は
例えば、中性子吸収制御棒、可燃性毒物、及び原子炉冷
却材中に溶解した毒物等の手段のような様々な方法で併
行に従って制御することができる。前二者の手段は、そ
れぞれ増分的又は段階的に原子炉出力を連続調部する機
能乃至運転のために利用されており、一方、例えばホウ
素のような可溶性毒物は制御棒及び可燃性毒物のよ柑こ
特定位置ではなく炉心全体に互って存在する冷却材中に
入れられるので、後者の手段は、原子炉全体に亙る核分
裂過程についての一様な真の連続的反応度制御のために
利用されてしする。
例えば、中性子吸収制御棒、可燃性毒物、及び原子炉冷
却材中に溶解した毒物等の手段のような様々な方法で併
行に従って制御することができる。前二者の手段は、そ
れぞれ増分的又は段階的に原子炉出力を連続調部する機
能乃至運転のために利用されており、一方、例えばホウ
素のような可溶性毒物は制御棒及び可燃性毒物のよ柑こ
特定位置ではなく炉心全体に互って存在する冷却材中に
入れられるので、後者の手段は、原子炉全体に亙る核分
裂過程についての一様な真の連続的反応度制御のために
利用されてしする。
原子炉の反応度は燃料サイクルの初期でのレベルがその
後より相当に高いことから、炉心反応度を事実上押さえ
るために、反応度制御を燃料サイクルの初ＩＩＩ］ Ｊ
ｉＳｔ階で必然的に行わねばならなり１ことになるが、
連鎖反応を持続して原子炉を臨界１こしておくのに十分
なほど炉心を反応的にしておくためには、燃料サイクル
が進むに連れて、特に燃料サイクルがその終期に近付く
に連れて、かかる反応度制御を緩めなければならない。
後より相当に高いことから、炉心反応度を事実上押さえ
るために、反応度制御を燃料サイクルの初ＩＩＩ］ Ｊ
ｉＳｔ階で必然的に行わねばならなり１ことになるが、
連鎖反応を持続して原子炉を臨界１こしておくのに十分
なほど炉心を反応的にしておくためには、燃料サイクル
が進むに連れて、特に燃料サイクルがその終期に近付く
に連れて、かかる反応度制御を緩めなければならない。
この反応度制御の変化は、原子炉冷却材中に含まれる可
溶性ホウ素毒物の割合を変更することによって達成され
る。特に、燃料サイクルが進み核分裂性物質カｔ ｉ１
７炉心中に存在する中性子吸収物質の電を漸次減少させ
ることによって炉心反応度の低下を相殺する処置を講じ
ないと、原子炉は臨界未満に移行するであろう。これは
従来、実際により多くの燃料が核分裂過程に関与して、
炉心の反応度を上昇させ臨界に維持するように、通常の
運転中、炉心冷却材から所定の割合のホウ素毒物を連続
的に除去することによって行なわれる。
溶性ホウ素毒物の割合を変更することによって達成され
る。特に、燃料サイクルが進み核分裂性物質カｔ ｉ１
７炉心中に存在する中性子吸収物質の電を漸次減少させ
ることによって炉心反応度の低下を相殺する処置を講じ
ないと、原子炉は臨界未満に移行するであろう。これは
従来、実際により多くの燃料が核分裂過程に関与して、
炉心の反応度を上昇させ臨界に維持するように、通常の
運転中、炉心冷却材から所定の割合のホウ素毒物を連続
的に除去することによって行なわれる。
炉心からの反応性中性子の漏洩は毒物による反応性中性
子の過剰な吸収と同様な方法で炉心の反応度を低下させ
るので、原子炉炉心外への中性子の漏洩は原子炉の運り
ｔにおいて考慮しなければならないもう一つの７アクタ
ーである。従って、漏洩による自由中性子の損失を補償
するために、余分な量の可溶性ホウ素毒物を炉心冷却材
から除去して原子炉を臨界に保つ。しかしこの方法は、
中性子が例えばプルトニウム燃料のような経済的に有効
な物質を付加的に生成することなく事実上損失又はｉ）
￥貸されてしまう点で、即ちウラン燃料がであり、燃料
コストの上昇及び燃料嘴イクルの短縮という結果になる
。
子の過剰な吸収と同様な方法で炉心の反応度を低下させ
るので、原子炉炉心外への中性子の漏洩は原子炉の運り
ｔにおいて考慮しなければならないもう一つの７アクタ
ーである。従って、漏洩による自由中性子の損失を補償
するために、余分な量の可溶性ホウ素毒物を炉心冷却材
から除去して原子炉を臨界に保つ。しかしこの方法は、
中性子が例えばプルトニウム燃料のような経済的に有効
な物質を付加的に生成することなく事実上損失又はｉ）
￥貸されてしまう点で、即ちウラン燃料がであり、燃料
コストの上昇及び燃料嘴イクルの短縮という結果になる
。
相当な中性子漏洩が起きる原子炉炉心の一般的な領域の
−っは、通常のプラグが入っている未使用のシンプル管
によって画成される軸方向通路であり、中実のプラグを
有するかがるシンプル管が画成する軸方向通路を通って
自由中性子が炉心から逃げる。
−っは、通常のプラグが入っている未使用のシンプル管
によって画成される軸方向通路であり、中実のプラグを
有するかがるシンプル管が画成する軸方向通路を通って
自由中性子が炉心から逃げる。
本発明の主な目的は改良型の栓塞用シンプル管を提供す
ることであり、従って、本発明は、細長いシンプル管プ
ラグが軸方向に挿入された少なくとも１本のシンプル管
を有する原子炉用燃料集合体において、前記シンプル管
プラグが核燃料を収納した被覆管から植成されているこ
とを特徴とするものである。未使用のシンプル管をプラ
ギング、即ち栓塞するために従来使用されていた中実プ
ラグとは違って、本発明を実施するシンプル管プラグは
、さもなければ原子炉炉心から逃げよ−うとする自由中
性子が核燃料に作用し、従って、核分裂即ちプルトニウ
ムの生成のために経済的に使用されることを可能にする
。
ることであり、従って、本発明は、細長いシンプル管プ
ラグが軸方向に挿入された少なくとも１本のシンプル管
を有する原子炉用燃料集合体において、前記シンプル管
プラグが核燃料を収納した被覆管から植成されているこ
とを特徴とするものである。未使用のシンプル管をプラ
ギング、即ち栓塞するために従来使用されていた中実プ
ラグとは違って、本発明を実施するシンプル管プラグは
、さもなければ原子炉炉心から逃げよ−うとする自由中
性子が核燃料に作用し、従って、核分裂即ちプルトニウ
ムの生成のために経済的に使用されることを可能にする
。
次に、本発明の好適な一実施例を添付図面について詳細
に説明する。
に説明する。
特に第１図を参照すると、符号１０で示された案内シン
プルプラギング装置は複数のシンプル管プラグ１２をｆ
ｉＩえている。各シンプル管プラグ１２は上部端栓１４
を有し、該上部端栓１４には、通常の押さえ装置に接続
された基板１８からシンプル管プラグ１２を支持するた
めの垂下取付部１６が備えられている。上記押さえ装置
は、押さえ棒２２と、基板１８及び該押さえ棒２２の間
に延在する筒状ばね〃イド２０と、基板１８及び押さえ
棒２２の開でばねガイド２０の回りに同軸に配設された
一対の同心押さえばね２４及び２６とを含んでいる。
プルプラギング装置は複数のシンプル管プラグ１２をｆ
ｉＩえている。各シンプル管プラグ１２は上部端栓１４
を有し、該上部端栓１４には、通常の押さえ装置に接続
された基板１８からシンプル管プラグ１２を支持するた
めの垂下取付部１６が備えられている。上記押さえ装置
は、押さえ棒２２と、基板１８及び該押さえ棒２２の間
に延在する筒状ばね〃イド２０と、基板１８及び押さえ
棒２２の開でばねガイド２０の回りに同軸に配設された
一対の同心押さえばね２４及び２６とを含んでいる。
ｒ５２図は、ｔ５１図に示したプラギング装置１０のシ
ンプル管プフグ１２のうちの１本を詳細に図示している
。プラグ１２は、上ｒ−が端栓１４で１ノ止され下端が
端栓３２で封止された被覆管３０を備える点で、燃料棒
に類似している。被覆管３０は、例えばジルカロイ−２
又はジルカロイ−４のような適当なジルコニウム基合金
、或はステンレス鋼から製作することができる。ノルコ
ニウム基合金は、熱中性子に閃する捕獲断面積が和剤的
に小さいので、ステンレス鋼よりも好ましい。円柱形の
核燃料ベレット３４の積重体が被覆管３０内の下方領域
に配置され、下部端栓３２上に支持されている。燃料は
天然酸化ウラン（ＵＯ２）のような天然ウランが好まし
いが、濃縮又は減損ｔラン燃料も使用しうる。燃料ベレ
ット３４の積重体の軸力゛向寸法、即ち尚さは例えば約
１５．２５ｃｍである。燃料ベレット３４の積重体の上
方には、核分裂過程中に生成されるガス状放出物を収容
するプレナム室３６がある。該プレナム室３６の下方領
域には押さえばねクリップ３８が設けられていて、燃料
ベレット３４をその積重状態にしつかり押さえる。この
ばねクリップ３８の代セリにコイルばね（図示しない）
を使用し、燃料ベレット３４の積重体と上部端栓１４と
の間に配置することができる。
ンプル管プフグ１２のうちの１本を詳細に図示している
。プラグ１２は、上ｒ−が端栓１４で１ノ止され下端が
端栓３２で封止された被覆管３０を備える点で、燃料棒
に類似している。被覆管３０は、例えばジルカロイ−２
又はジルカロイ−４のような適当なジルコニウム基合金
、或はステンレス鋼から製作することができる。ノルコ
ニウム基合金は、熱中性子に閃する捕獲断面積が和剤的
に小さいので、ステンレス鋼よりも好ましい。円柱形の
核燃料ベレット３４の積重体が被覆管３０内の下方領域
に配置され、下部端栓３２上に支持されている。燃料は
天然酸化ウラン（ＵＯ２）のような天然ウランが好まし
いが、濃縮又は減損ｔラン燃料も使用しうる。燃料ベレ
ット３４の積重体の軸力゛向寸法、即ち尚さは例えば約
１５．２５ｃｍである。燃料ベレット３４の積重体の上
方には、核分裂過程中に生成されるガス状放出物を収容
するプレナム室３６がある。該プレナム室３６の下方領
域には押さえばねクリップ３８が設けられていて、燃料
ベレット３４をその積重状態にしつかり押さえる。この
ばねクリップ３８の代セリにコイルばね（図示しない）
を使用し、燃料ベレット３４の積重体と上部端栓１４と
の間に配置することができる。
燃料を装荷した上記シンプル管プラグ１２の各々は通常
のシンプル管プラグの長さに匹敵できる軸方向の全長を
有する。従って、シンプル管プラギング装置１０がそれ
に関係した燃料集合体に関して適切な位置にある場合、
基板１８から垂下して栓塞すべき各シンプル管にノΦ人
されたシンプル管プラグ１２はシンプル管の上端部分を
占めるであろう。
のシンプル管プラグの長さに匹敵できる軸方向の全長を
有する。従って、シンプル管プラギング装置１０がそれ
に関係した燃料集合体に関して適切な位置にある場合、
基板１８から垂下して栓塞すべき各シンプル管にノΦ人
されたシンプル管プラグ１２はシンプル管の上端部分を
占めるであろう。
この場合、関連した燃料集合体の燃料棒（図示しない）
にも同様に、天然ウラン燃料を含むと共にシンプル管プ
ラグＩＺ内の天然ウラン燃料領域の位１ｒｌに適合する
ように配設された」二部領域を設けることによって、燃
料集合体全体の横断方向に天然ウラン燃料の一様な層を
造ることが望ましい。これは、燃料集合体内に局部的な
高温点又は同様の非一様な領域を創成することなく、燃
料集合体内の燃料を実質的に均等に利用することを強め
る。
にも同様に、天然ウラン燃料を含むと共にシンプル管プ
ラグＩＺ内の天然ウラン燃料領域の位１ｒｌに適合する
ように配設された」二部領域を設けることによって、燃
料集合体全体の横断方向に天然ウラン燃料の一様な層を
造ることが望ましい。これは、燃料集合体内に局部的な
高温点又は同様の非一様な領域を創成することなく、燃
料集合体内の燃料を実質的に均等に利用することを強め
る。
或は、図示しないが、本発明を実施する燃料装荷のシン
プル管プラグは通常の燃料棒の軸方向良さに匹敵する長
さを持っていてもよく、その場合、シンプル管プラグは
関連したシンプル管内で実質的にその全長に互って延び
、また、燃料装荷のシンプル管プラグ内の燃料配列は、
プレナム室３６に類似する上部プレナム室と、燃料ペレ
ット３４によって画成されるシンプル管プ２グ１２内の
燃料領域に対応する約１５，２５ｃ’ｍの軸方向長さを
有する、軸方向に延長する上部燃料領域と、中間プレナ
ム室と、燃料ペレット３４同様の燃料ペレットからなり
約１５．２５ｃ＋ａの軸方向長さを有する下部燃料領域
とから（１可成しうる。この特定の燃料配列においては
、燃料集合体の燃料棒も、全長シンプル管プラグの下方
領域内に画定される対応の天然ウラン燃料領域と共に天
然ウラン燃料の共通平面列を再び画定するように、天然
ウラン燃料からなり約１５．２５ｃｍの高さまで延びる
下方燃料領域を有する。燃料棒の申開領域は濃縮ウラン
燃料を勿論備えていてよく、また、上述したことがら分
かるように、出力要求がそのように指令され、そして反
応度制御技術が同要求に適応できれば、第３の実施例に
従って、燃料を担持するシンプル管プラグの中間プレナ
ム室を無くし、希望に応じて、濃縮、天然又は減損燃料
からなる燃料領域に代えることができる。
プル管プラグは通常の燃料棒の軸方向良さに匹敵する長
さを持っていてもよく、その場合、シンプル管プラグは
関連したシンプル管内で実質的にその全長に互って延び
、また、燃料装荷のシンプル管プラグ内の燃料配列は、
プレナム室３６に類似する上部プレナム室と、燃料ペレ
ット３４によって画成されるシンプル管プ２グ１２内の
燃料領域に対応する約１５，２５ｃ’ｍの軸方向長さを
有する、軸方向に延長する上部燃料領域と、中間プレナ
ム室と、燃料ペレット３４同様の燃料ペレットからなり
約１５．２５ｃ＋ａの軸方向長さを有する下部燃料領域
とから（１可成しうる。この特定の燃料配列においては
、燃料集合体の燃料棒も、全長シンプル管プラグの下方
領域内に画定される対応の天然ウラン燃料領域と共に天
然ウラン燃料の共通平面列を再び画定するように、天然
ウラン燃料からなり約１５．２５ｃｍの高さまで延びる
下方燃料領域を有する。燃料棒の申開領域は濃縮ウラン
燃料を勿論備えていてよく、また、上述したことがら分
かるように、出力要求がそのように指令され、そして反
応度制御技術が同要求に適応できれば、第３の実施例に
従って、燃料を担持するシンプル管プラグの中間プレナ
ム室を無くし、希望に応じて、濃縮、天然又は減損燃料
からなる燃料領域に代えることができる。
更に、燃料を担持するシンプル管プラグは全部濃縮燃料
の積重体とすることができ、また燃料集合体の燃料棒も
惧イデの態様で濃縮燃料のみを同様に備えうろことが考
えられる。
の積重体とすることができ、また燃料集合体の燃料棒も
惧イデの態様で濃縮燃料のみを同様に備えうろことが考
えられる。
本発明によるシンプル管を利Ｊｌするこれ等の構成のど
れを採用するかに関係なく、どの場合でも、シンプル管
は前述したように、通常のシンプル管を使用することか
ら生ずるかも知れないシンプル管プラグ通路を通る反応
性の自由又は過剰中性子の漏洩、即ち浪費を効果的に防
止する軸方向の燃料領域又はブランケットを提供する。
れを採用するかに関係なく、どの場合でも、シンプル管
は前述したように、通常のシンプル管を使用することか
ら生ずるかも知れないシンプル管プラグ通路を通る反応
性の自由又は過剰中性子の漏洩、即ち浪費を効果的に防
止する軸方向の燃料領域又はブランケットを提供する。
本発明を実施するシンプル管においては、漏洩を阻止さ
れた自由中性子は、（Ｕ−２３５の原子に会ったとき又
は予めプルトニウム原子が生成されている時に）プルト
ニウム燃料を核分裂させ、（Ｕ−２３８原子にあう時に
）プルトニウム燃料を生じさせる。 本発明を実施する
燃料担持シンプル管プラグを使用することによって得ら
れる別の利点は、その結果として炉心に入れられた付加
的な燃料が炉心の平均出力密度を低下させ炉心内の燃料
の全体又は平均の温度レベルを低下させることである。
れた自由中性子は、（Ｕ−２３５の原子に会ったとき又
は予めプルトニウム原子が生成されている時に）プルト
ニウム燃料を核分裂させ、（Ｕ−２３８原子にあう時に
）プルトニウム燃料を生じさせる。 本発明を実施する
燃料担持シンプル管プラグを使用することによって得ら
れる別の利点は、その結果として炉心に入れられた付加
的な燃料が炉心の平均出力密度を低下させ炉心内の燃料
の全体又は平均の温度レベルを低下させることである。
このような平均温度レベルの低下によって炉心の安全運
転が達成されるだけでなく、燃料消費率が向上する。炉
心温度は炉心全体に互ってもっと一様に分布するので、
危険な局部的高温点が生じる可能性はない。
転が達成されるだけでなく、燃料消費率が向上する。炉
心温度は炉心全体に互ってもっと一様に分布するので、
危険な局部的高温点が生じる可能性はない。
本発明による燃料担持シンプル管プラグを用いることに
よって、炉心の主燃料枠内におけるプルトニウム燃料の
生成及び利用がスペクトル移動により強められるスレ乙
更なるコスト上の利、αが得られる。即ち、燃料担持シ
ンプル管プラグの使用による炉心内の燃料装荷の増加に
より、炉心内の中性子スペクトルが高エネルギー側にシ
フトされ、主燃料棒、即ち標準燃料棒におけるプルトニ
ウム燃料の生成が強められる。このように生成されたプ
ルトニウム燃料を効率的に消費するために、炉心におけ
る中性子スペクトルは低エネルギーレベル側にシフトさ
せなければならないが、これは、燃料担持シンプル管プ
ラグが使用されていた特定燃料集合体から該シンプル管
ブ２グを取り出すと共に、次の燃料サイクルの間、この
燃料集合体を利用することによって行うことができる。
よって、炉心の主燃料枠内におけるプルトニウム燃料の
生成及び利用がスペクトル移動により強められるスレ乙
更なるコスト上の利、αが得られる。即ち、燃料担持シ
ンプル管プラグの使用による炉心内の燃料装荷の増加に
より、炉心内の中性子スペクトルが高エネルギー側にシ
フトされ、主燃料棒、即ち標準燃料棒におけるプルトニ
ウム燃料の生成が強められる。このように生成されたプ
ルトニウム燃料を効率的に消費するために、炉心におけ
る中性子スペクトルは低エネルギーレベル側にシフトさ
せなければならないが、これは、燃料担持シンプル管プ
ラグが使用されていた特定燃料集合体から該シンプル管
ブ２グを取り出すと共に、次の燃料サイクルの間、この
燃料集合体を利用することによって行うことができる。
スペクトル移動は、炉心内への燃料担持シンプル管プラ
グの挿入による燃料の増加又は燃料担持シンプル管プラ
グの取り出しに由来して燃料／水冷却相比が変化した時
に、達成される。
グの挿入による燃料の増加又は燃料担持シンプル管プラ
グの取り出しに由来して燃料／水冷却相比が変化した時
に、達成される。
ｍｉ図は、本発明を実施する案内シンプル管プラグ集合
体を部分的に断面で示す垂直立面図、第２図は第１図に
示した集合体のシンプル管プラグの一つを示す拡大詳細
図である。 １０・・・案内シンプル管プラギング装置１２・・・シ
ンプル管プラグ ３０・・・被覆Ｗ ３４・・・核燃料（ペレット）出願
人 ウェスチングハウス・エレクトリック・コーポレー
ション Ｆｉｇ。 Ｆｉｇ、１ りつ
体を部分的に断面で示す垂直立面図、第２図は第１図に
示した集合体のシンプル管プラグの一つを示す拡大詳細
図である。 １０・・・案内シンプル管プラギング装置１２・・・シ
ンプル管プラグ ３０・・・被覆Ｗ ３４・・・核燃料（ペレット）出願
人 ウェスチングハウス・エレクトリック・コーポレー
ション Ｆｉｇ。 Ｆｉｇ、１ りつ
Claims (1)
- 細長いシンプル管プラグが軸方向に挿入された少なくと
も１本のシンプル管を有する原子炉用燃料集合体におい
て、前記シンプル管プラグは核燃料を収納した被ｍ管か
ら構成されてν）ることを特徴とする原子炉用燃料集合
体。
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US58003784A | 1984-02-14 | 1984-02-14 | |
| US580037 | 1984-02-14 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| JPS60188880A true JPS60188880A (ja) | 1985-09-26 |
Family
ID=24319396
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| JP60025344A Pending JPS60188880A (ja) | 1984-02-14 | 1985-02-14 | 原子炉用燃料集合体 |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| EP (1) | EP0151969B1 (ja) |
| JP (1) | JPS60188880A (ja) |
| KR (1) | KR850006758A (ja) |
| DE (1) | DE3571286D1 (ja) |
| ES (1) | ES8703033A1 (ja) |
| ZA (1) | ZA85587B (ja) |
Families Citing this family (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2592516B2 (fr) * | 1985-12-30 | 1989-08-18 | Framatome Sa | Procede d'exploitation d'un reacteur nucleaire et reacteur nucleaire a variation de spectre utilisant des grappes de deplacement d'eau |
| JPH0656426B2 (ja) * | 1984-10-12 | 1994-07-27 | 株式会社日立製作所 | 高速増殖炉 |
| US5200138A (en) * | 1991-08-05 | 1993-04-06 | Westinghouse Electric Corp. | Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly |
| US5345485A (en) * | 1992-03-13 | 1994-09-06 | Siemens Power Corporation | Coolant vent fuel rod for a light water reactor |
| EP3573074B1 (en) | 2018-05-25 | 2020-11-04 | Thor Energy AS | An auxiliary device for a fuel assembly, a fuel assembly, and a method of operating a pressurized water reactor |
| US12080434B2 (en) | 2020-11-16 | 2024-09-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Radioisotope activity surveillance apparatus, system, and method |
| CN114420316A (zh) * | 2021-12-02 | 2022-04-29 | 岭澳核电有限公司 | 核燃料用控制棒及其包壳 |
Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5995498A (ja) * | 1982-10-27 | 1984-06-01 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 軽水により減速かつ冷却される原子炉の作動法 |
Family Cites Families (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US3349004A (en) * | 1966-01-17 | 1967-10-24 | Gen Electric | Nuclear reactor fuel bundle |
| DE1921528C3 (de) * | 1969-04-26 | 1979-08-16 | Kraftwerk Union Ag, 4330 Muelheim | Verfahren zur Bindung der Überschußreaktivität von Kernreaktoren |
| JPS54152781A (en) * | 1978-05-24 | 1979-12-01 | Power Reactor & Nuclear Fuel Dev Corp | Nuclear fuel pellet |
| FR2493024B1 (fr) * | 1980-10-29 | 1986-08-29 | Franco Belge Combustibles | Dispositif de liaison demontable pour la realisation des assemblages combustibles des reacteurs nucleaires a eau legere |
| SE429271B (sv) * | 1981-12-29 | 1983-08-22 | Asea Atom Ab | Brenslepatron med absorbatorstavar |
-
1985
- 1985-01-22 EP EP85100607A patent/EP0151969B1/en not_active Expired
- 1985-01-22 DE DE8585100607T patent/DE3571286D1/de not_active Expired
- 1985-01-24 ZA ZA85587A patent/ZA85587B/xx unknown
- 1985-02-08 ES ES540268A patent/ES8703033A1/es not_active Expired
- 1985-02-14 JP JP60025344A patent/JPS60188880A/ja active Pending
- 1985-02-14 KR KR1019850000908A patent/KR850006758A/ko not_active Application Discontinuation
Patent Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| JPS5995498A (ja) * | 1982-10-27 | 1984-06-01 | フラマト−ム・エ・コムパニ− | 軽水により減速かつ冷却される原子炉の作動法 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| ES8703033A1 (es) | 1987-01-16 |
| ZA85587B (en) | 1986-04-30 |
| ES540268A0 (es) | 1987-01-16 |
| EP0151969A1 (en) | 1985-08-21 |
| EP0151969B1 (en) | 1989-06-28 |
| DE3571286D1 (en) | 1989-08-03 |
| KR850006758A (ko) | 1985-10-16 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP1647993A2 (en) | Use of boron or enriched boron 10 in UO2 | |
| JPS5844237B2 (ja) | 原子炉炉心の燃料装荷および運転方法 | |
| US5742655A (en) | Neutron-absorbent control cluster for a nuclear reactor | |
| US5872826A (en) | Fuel assembly channel box having burnable poison | |
| JPS6327673B2 (ja) | ||
| JPH07306285A (ja) | 原子炉の炉心 | |
| JPS60188880A (ja) | 原子炉用燃料集合体 | |
| US5386439A (en) | Spectral shift nuclear reactor with improved efficiency | |
| EP1780729A2 (en) | Fuel assembly with boron containing nuclear fuel | |
| EP0199197B1 (en) | Fuel assembly | |
| JP2610254B2 (ja) | 沸騰水型原子炉 | |
| JPH0231191A (ja) | 燃料集合体 | |
| EP0329985B1 (en) | Nuclear reactor operating method with extended life cycle | |
| JP3318193B2 (ja) | 燃料装荷方法 | |
| JPS63127190A (ja) | 原子炉燃料集合体 | |
| US4710340A (en) | Mechanical spectral shift reactor | |
| JP2966877B2 (ja) | 燃料集合体 | |
| JPS61147183A (ja) | 燃料集合体 | |
| Nishimura | 3.2 Advances of reactor core and fuel assembly 3.2. 1 High burnup fuel design | |
| JPS60205281A (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| JPH07234295A (ja) | 原子炉炉心 | |
| JPH02187696A (ja) | 燃料集合体とその製造方法 | |
| JPH0324638B2 (ja) | ||
| EP0862186A1 (en) | Nuclear fuel assembly with variable central water channel moderation | |
| JPH04122888A (ja) | 燃料集合体 |